国产690TT与800合金传热管高温苛性钠溶液中的应力腐蚀行为

通过高温高压C型环试验方法研究了国产690TT与800合金传热管在苛性钠溶液中的应力腐蚀开裂(SCC)行为。研究结果表明,在300℃饱和氧10%NaOH溶液中,690TT传热管与800合金传热管在局部位置发生沿晶/穿晶应力腐蚀开裂(IG/TGSCC),裂纹向纵深发展,生长速率分别达到0.059 mm/a、0.076 mm/a;在300℃饱和氧30%NaOH溶液中,690TT传热管与800合金传热管未发生应力腐蚀开裂,腐蚀形态主要为均匀腐蚀+晶间侵蚀(IGA)混合模式,690TT管最大均匀腐蚀速率为0.060 mm/a,IGA深度为20~30μm,综合腐蚀速率达到0.112 mm/a;800合金管最大均匀腐蚀速率为0.350 mm/a,IGA深度为10μm,综合腐蚀速率达到0.367 mm/a。

PWR一回路水质中800合金的腐蚀研究

用320℃含600 mg/kg硼和2 mg/kg锂的高氧含量水溶液模拟PWR一回路水质,研究了800合金在一回路水中的腐蚀特性。结果表明,800合金试样在被侵蚀1500 h之后,表面生成一层很薄的氧化膜,去除氧化膜后,计算出其均匀腐蚀速率为4.03×10?4 mm/a,基体中TiN缺陷处容易引起点蚀,管状试样内环出现明显的晶间腐蚀现象。

冷加工对800合金抗碱性应力腐蚀破裂的影响

采用C形环恒电位SCC试验,研究了喷丸和机械胀管两种冷加工对800合金SCC敏感性的影响.结果表明经过3种玻璃丸项丸处理的管件的抗碱性SCC性能比未喷丸的光管好.抗SCC性能随表面压应力的增大而增强;机械胀管使800合金管的抗碱性SCC性能下降,当胀管率超过约15%时石CC裂纹萌生时间迅速缩短,开裂速度大大加快,胀管率较大的开裂裂纹为TGSCC或TG-IGSCC,而胀管率较小的为IGSCC.

喷丸对800合金腐蚀性能的影响

采用静态高压釜设备,研究了经表面喷丸和未喷丸处理的800合金管,在含1 200 mg·L^(-1)硼和2 mg·L^(-1)锂的低溶解氧模拟压水堆(PWR)一回路高温水溶液中的均匀腐蚀行为。结果表明,在3 000 h腐蚀试验后,试样表面金属氧化物部分溶解于水中,剩余部分附着在基体表面形成氧化膜。经过喷丸处理后,800合金管的均匀腐蚀减重速率增加;点腐蚀发生的可能性增大;晶间腐蚀敏感性增强。

喷丸覆盖率对800合金传热管残余应力和抗应力腐蚀开裂性能的影响

采用自主设计的喷丸机对核电蒸汽发生器用800合金传热管进行了外表面喷丸处理.研究了不同喷丸覆盖率对核电蒸汽发生器用800合金传热管的表面形貌、残余应力及其在10%Na OH溶液高温高压环境下的抗应力腐蚀开裂(stress corrosion cracking,SCC)性能的影响.结果表明,喷丸处理能显著改变800合金传热管的表面形貌和应力状态,且随着喷丸覆盖率的增大,800合金传热管中的残余应力减少,抗应力腐蚀性能显著改善.

喷丸对800合金在高温碱性溶液中应力腐蚀开裂敏感性的影响

在315℃10%的NaOH溶液中采用恒应变法加载的C型环试样,研究了喷丸工艺对国产800合金管材料应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。结果表明,在腐蚀试验进行500h后,未喷丸以及喷丸覆盖率较低的试样管均出现了不同程度的应力腐蚀开裂。随着喷丸覆盖率的提高,800合金的抗SCC能力明显增强。

核电站用蒸汽发生器800合金U型管的研制

介绍了用于核电站蒸汽发生器的800合金管的技术要求和上海五钢（集团）有限公司生产800合金U型管的工艺特征及产品质量。经与瑞典山特维克公司的产品对比，国产管各项指标与瑞典管基本相同，满足核电站用管的要求。

国产800合金U形传热管综合性能分析

对国产核电蒸汽发生器用800合金传热管的综合性能进行系统分析。分析认为:国产蒸汽发生器用800合金传热管产品的各项性能指标均符合采购技术条件的要求;国产蒸汽发生器用800合金U形传热管具有较好的无损检测合格率,内涡流检测最小信噪比集中控制在10~50,管材平均信噪比控制在15~80,内涡流信噪比保持在较高水平;国产蒸汽发生器用800合金U形传热管可靠性应用试验性能与国外进口同类管材相当。